Reactor avanzado de agua pesada

El reactor avanzado de agua pesada (AHWR) o AHWR-300 es el último diseño indio de un reactor nuclear de próxima generación que quema torio en su núcleo de combustible. Está previsto que forme la tercera etapa del plan de ciclo del combustible de tres etapas de la India. Esta fase del plan del ciclo del combustible debía construirse a partir de un prototipo de 300 MWe en 2016.

KAMINI es el primer reactor experimental del mundo basado en torio. Se enfría y modera con agua ligera, se alimenta con uranio-233 metálico producido por el ciclo de combustible de torio aprovechado por el reactor FBTR vecino y produce 30 KW de energía térmica a plena potencia.

Fondo

El Centro de Investigación Atómica Bhabha (BARC) estableció una gran infraestructura para facilitar el diseño y desarrollo de estos reactores avanzados de agua pesada. Los aspectos que se incluirán van desde tecnologías de materiales, componentes críticos, física de reactores y análisis de seguridad. Se han creado varias instalaciones para experimentar con estos reactores. El AHWR es un reactor de agua pesada de tipo tubo de presión. El Departamento de Energía Atómica (DAE) del Gobierno de la India está financiando totalmente el desarrollo futuro, el desarrollo actual y el diseño del reactor avanzado de agua pesada. La nueva versión de los reactores avanzados de agua pesada estará equipada con requisitos de seguridad más generales. India es la base de estos reactores debido a sus grandes reservas de torio; por lo tanto, está más orientado al uso y funcionamiento continuo del AHWR.

Motivación

El torio es tres veces más abundante en la corteza terrestre que el uranio, aunque menos abundante en términos de extracción económicamente viable de reservas probadas; la India posee las reservas probadas más grandes de cualquier país. También se encuentra una gran cantidad de torio en los relaves de las minas que extraen elementos de tierras raras de la monacita, que generalmente contiene tanto elementos de tierras raras como torio. Mientras la demanda de torio siga siendo baja, estos relaves presentan un problema químico (el torio es un metal pesado tóxico) y, en menor medida, radiológico, que se resolvería al menos en parte mediante el uso de torio en centrales nucleares. A diferencia del uranio, que en realidad contiene un 0,72 % de material fisionable 235U, el torio está compuesto casi exclusivamente de 232Th fértil, que puede ser transmutado en 233U fisible utilizando neutrones térmicos. Esto permite utilizar una proporción mucho mayor del material original sin la necesidad de reactores reproductores rápidos y al mismo tiempo se producen órdenes de magnitud menos actínidos menores. Sin embargo, como el torio en sí no es fisible, hay que "criarlo" para que sea fisible. primero para obtener un material fisionable, que luego pueda usarse en el mismo reactor que "crió" el ²³³
U o separados químicamente para su uso en un " quemador" reactor.

Diseño

El diseño propuesto del AHWR es el de un reactor de energía nuclear moderado por agua pesada que será la próxima generación del tipo PHWR. Se está desarrollando en el Centro de Investigación Atómica Bhabha (BARC), en Mumbai, India, y pretende cumplir los objetivos de utilizar ciclos de combustible de torio para la generación de energía comercial. El AHWR es un reactor de tipo tubo de presión vertical enfriado mediante agua ligera hirviendo bajo circulación natural. Una característica única de este diseño es un gran tanque de agua encima del recipiente de contención principal, llamado piscina de agua impulsada por gravedad (GDWP). Este depósito está diseñado para realizar varias funciones de seguridad pasiva.

El diseño general del AHWR es utilizar grandes cantidades de torio y el ciclo del torio. El AHWR es muy parecido al del reactor de agua pesada presurizada (PHWR), en el sentido de que comparten similitudes en el concepto de tubos de presión y tubos de calandria, pero los tubos' La orientación en el AHWR es vertical, a diferencia de la del PHWR. El núcleo del AHWR tiene 3,5 m de largo y 513 ubicaciones de red en un paso cuadrado de 225 mm. El núcleo está dividido radialmente en tres regiones quemadas. El quemado disminuye a medida que avanza hacia la superficie externa del núcleo. El combustible está ocupado por 452 ubicaciones de la red y las 37 ubicaciones restantes están ocupadas por el sistema de parada-1. Consta de 37 varillas de cierre, 24 ubicaciones son para dispositivos de control reactivo que constan de 8 varillas absorbentes, 8 varillas de cuña y 8 varillas reguladoras. Al hervir agua ligera a una presión de 7 MPa, se elimina el calor. El objetivo principal de este modelo es conseguir que la potencia total y una distribución espacial aproximada de la potencia dentro del núcleo tengan un cierto grado de precisión.

El diseño del reactor incorpora tecnologías avanzadas, junto con varias características positivas probadas de los reactores de agua pesada a presión (PHWR) de la India. Estas características incluyen diseño tipo tubo de presión, moderador de baja presión, reabastecimiento de combustible en funcionamiento, diversos sistemas de parada de acción rápida y disponibilidad de un gran disipador de calor de baja temperatura alrededor del núcleo del reactor. El AHWR incorpora varias características de seguridad pasiva. Estos incluyen: Eliminación del calor central mediante circulación natural; inyección directa de agua del sistema de refrigeración central de emergencia (ECCS) en el combustible; y la disponibilidad de un gran inventario de agua borada en una piscina de agua elevada impulsada por gravedad (GDWP) para facilitar el sustento de la eliminación del calor de descomposición del núcleo. La inyección del sistema de enfriamiento del núcleo de emergencia (ECCS) y el enfriamiento de contención pueden actuar (SCRAM) sin invocar ningún sistema activo o acción del operador.

El diseño de la física del reactor está ajustado para maximizar el uso de combustible a base de torio, logrando un coeficiente de vacío ligeramente negativo. Cumplir estos requisitos ha sido posible mediante el uso de PuO₂-ThO₂ MOX, y ThO₂-²³³ UO₂ MOX en diferentes pines del mismo grupo de combustible y el uso de un moderador heterogéneo que consiste en carbono amorfo (en los haces de combustible) y agua pesada en una proporción de 80-20% en volumen. La configuración del núcleo se presta a una flexibilidad considerable y son posibles varias soluciones viables, incluidas aquellas que no requieren el uso de reflectores a base de carbono amorfo, sin ningún cambio en la estructura del reactor.

Algunas características distintivas de AHWR

• Eliminación del refrigerante de agua pesada de alta presión que da lugar a la reducción de las pérdidas de agua pesada y la eliminación del sistema de recuperación de agua pesada.
• Recuperación de calor generado en el moderador para la calefacción de agua de alimentación.
• Eliminación de componentes y equipos importantes como bombas de refrigeración primaria y motores de accionamiento, equipo de control asociado y suministro de energía y ahorro correspondiente de energía eléctrica necesaria para ejecutar estas bombas.
• Compra canales de refrigeración montados, con características para permitir el reemplazo rápido de tubo de presión solo, sin afectar otros componentes de canal instalado.
• Reemplazamiento de generadores de vapor por tambores de vapor más simples.
• Presión de vapor más alta que en PHWRs.
• Producción de 500 m3/día de agua desmineralizada en planta desalización de efectos múltiples utilizando vapor de turbina LP.
• Cien años de vida de diseño del reactor.
• Un objetivo de diseño de no requerir zona de exclusión debido a sus características avanzadas de seguridad.

Ciclo del combustible

El estándar AHWR será un ciclo cerrado de combustible nuclear porque esto conducirá a una reducción de la radiotoxicidad. Debido a esto, el AHWR tiene opciones de combustible alternativas, dado que tiene diversos ciclos de combustible. Puede realizar ciclos de combustible de tipos cerrados y de una sola vez. El aspecto general del AHWR está preparado para un alto consumo de combustible a base de torio (BARC, 2013). El torio reciclado que se recupera del reactor luego se devuelve y el plutonio se almacena para usarlo más tarde en un reactor reproductor rápido.

El combustible para AHWR sería fabricado por la Instalación Avanzada de Fabricación de Combustible, que está bajo la dirección del Centro de Investigación Atómica Bhabha (BARC) en Tarapur. AFFF está trabajando actualmente en la producción de barras de combustible PFBR. En el pasado, la AFFF se ha asociado con la fabricación de barras de combustible para otros fines de investigación. AFFF es la única instalación de producción de combustible nuclear del mundo que se ocupa de uranio, plutonio y torio.

Planes futuros

El gobierno indio anunció en 2013 que construiría un AHWR de 300 MWe cuya ubicación aún está por decidirse. En 2017, el diseño se encontraba en las etapas finales de validación.

Innovación en seguridad

Las fusiones nucleares pasadas, como las de Chernobyl y Fukushima, han hecho que la mejora de la construcción y el mantenimiento de las instalaciones sea crucial. Estos accidentes se produjeron con la implicación de los reactores de uranio-235 y las malas estructuras de las instalaciones en las que se encontraban. Desde entonces, la Asociación Atómica Nuclear Internacional ha intensificado los protocolos en las instalaciones nucleares para evitar que estos accidentes vuelvan a ocurrir. Una de las principales medidas de seguridad en caso de fusión es evitar que la radiactividad escape del reactor. La Defensa en Profundidad es un método utilizado en las instalaciones nucleares para adquirir la práctica más eficaz de contención radiactiva. La AWHR ha adquirido el proceso de Defensa en Profundidad que se utiliza en reactores que adoptan las disposiciones y equipos necesarios para retener la radiactividad dentro del núcleo.

El método de Defensa en Profundidad establece procedimientos que se deben seguir para reducir los incidentes de errores humanos y mal funcionamiento de las máquinas. Los procedimientos son los siguientes:

• Nivel 1: Prevención de operaciones y fracasos anormales
• Nivel 2: Control de funcionamiento anormal y detección de fallos
• Nivel 3: Control de accidentes dentro de la base de diseño
• Nivel 4: Control de condiciones vegetales severas, incluida la prevención de la progresión de accidentes y la mitigación de las consecuencias de accidentes graves
• Nivel 5: Mitigación de las consecuencias radiológicas de la liberación significativa de materiales radiactivos.

La AWHR es una innovación en la seguridad de las energías renovables, ya que limitará el uso de uranio fisible-235 a la obtención de uranio fisible-233 a partir de torio-232 fértil. Se dice que la extracción de energía nuclear a partir del elemento 90, el torio, tiene más energía que el petróleo, el carbón y el uranio del mundo juntos. El AHWR tiene características de seguridad que lo distinguen de los reactores nucleares de agua ligera convencionales. Algunas de estas características consisten en: fuertes sistemas de seguridad, reducción del calor del núcleo a través de un sistema de enfriamiento incorporado, múltiples sistemas de apagado y un procedimiento a prueba de fallas que consiste en un veneno que apaga el sistema en caso de una falla técnica ( FBR). La amenaza potencial que los científicos intentan evitar en los reactores es la acumulación de calor porque la energía nuclear aumenta cuando reacciona con altas temperaturas, altas presiones y reacciones químicas. El AHWR tiene características que ayudan a reducir la probabilidad de que esto ocurra a través de: coeficientes de reactividad negativos, baja densidad de potencia, bajo exceso de reactividad en el núcleo y una selección adecuada de los atributos del material incorporado.

Especificaciones técnicas